Реферат: Расчетная работа по ОБЖ

МИНИСТЕРСТВО ПУТЕЙ СООБЩЕНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ ПУТЕЙ СООБЩЕНИЯ

Кафедра диагностики и безопасности технических объектов

Цикл БЖ в ЧС

Расчетно-графическая работа

по дисциплине

« Безопасность жизнедеятельности в чрезвычайных ситуациях »

на тему

Организация работы объекта железнодорожного транспорта в условиях радиоактивного заражения при аварии на атомной электростанции.

Выполнил: студентка группы УПП-605 Гуреева Е.А.

Проверил: Старченко

Санкт-Петербург

1999

Содержание:

1. Параметры радиоактивного заражения и единицы их измерения.

1.1 Характеристика основных видов ионизирующих излучений.

1.2 Основные параметры радиоактивного излучения.

2. Характеристика различных видов дозы излучения.

2.1 Определение ожидаемых доз излучения.

2.2 Меры защиты рабочих и служащих.

3. Определение режимов радиационной защиты.

3.1 Определение коэффициента безопасной защищенности.

3.2 Ориентировочная оценка производственных потерь.

4. Принятие решений на дезактивацию.

4.1 Общие сведения о дезактивации.

4.2 Объекты, подлежащие дезактивации и ориентировочные объемы работ.

4.3 Определение продолжительности работ по дезактивации.

5. Выводы.

6. Список литературы.

Учебная цель : углубить знания и приобрести практические навыки в оценке обстановки и принятии мер защиты рабочих и служащих на линейном предприятии в случае заражения его радиоактивными веществами при аварии на атомной электростанции (АЭС).

Содержание задания:

1. Железнодорожная станция «К» расположена вблизи Красноярской АЭС. В соответствии с прогнозом, в случае аварии на АЭС, станция «К» может оказаться в зоне радиоактивного заражения Б. Для обеспечения безопасности жизнедеятельности на станции «К» организована гражданская оборона, структура которой соответствует требованиям МПС.

2. В 23.00 14.9 на АЭС (4 реактора типа РБМК) произошла авария с разрушением реактора и выбросом в окружающую среду части радиоактивных веществ (РВ), наработанных за два года эксплуатации реактора.

Исходные данные :

1. Удаление станции «К» от АЭС: L = 38 км.

2. Скорость среднего ветра: V = 38 км/ч.

3. Мощность дозы излучения в момент окончания формирования следа на станции «К»: Д = 0,21 рад/ч;

4. Срок формирования следа на станции «К»: 49 ч;

5. Ду на каждые сутки ранней фазы: 0,5 рад;

6. Рассмотрению подлежит объект - товарная контора.

Введение.

1. Параметры радиоактивного заражения и единицы их измерения.

1.1 Характеристика основных видов ионизирующих излучений :

Исходя из поставленной задачи, нам необходимо знать основные виды ионизирующих излучений, основные параметры радиоактивного заражения и характеристики различных видов дозы облучения. Итак, известно, что при заражении местности радиоактивными веществами распад этих веществ вызывает излучение a- и b-частиц и g-квантов. Эти излучения обладают различными свойствами.

Альфа - частицы представляют собой ядра гелия, состоящие из двух протонов и двух нейтронов. Скорость распространения a-частиц около 20 000 км/с. Они обладают очень высокой ионизирующей способностью, которая приводит к быстрой потере энергии и обусловливает низкую проникающую способность. Их свободный пробег в воздухе не превышает 10 см и для их поглощения достаточно листа бумаги. Одежда полностью защищает тело человека от a-излучения, однако a-активные вещества опасны при попадании внутрь, так как испускаемые ими a-частицы вызывают сильную ионизацию молекул внутренних органов.

Бета - частицы представляют собой поток быстрых электронов. Ионизационная способность b-частиц в 100 раз меньше ионизационной способности a-частиц, поэтому их проникающая способность намного выше, чем у a-частиц. Скорость их распространения составляет 250 000 км/с, пробег в воздухе около 10 м. Для их поглощения требуются уже более плотные материалы. Слой алюминия толщиной 1 мм полностью поглощает b-лучи, b- активные вещества опасны при попадании на кожные покровы и внутрь организма, так как облучение внутренних органов значительно опаснее наружного облучения.

Гамма - лучи — это электромагнитное излучение с длиной волны 1 - 50 пикометров. Ионизационная способность g-лучей в 1000 раз меньше, чем у a-частиц. Скорость их распространения равна 300 000 км/с, свободный пробег в воздухе достигает сотен метров. Эти лучи обладают высокой проникающей способностью и для их ослабления требуются значительные толщи материалов. Именно поэтому g-лучи на радиоактивно зараженной территории являются наиболее опасным излучением.

В международной системе единиц для измерения экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения принята энергия этих излучений, которая затрачивается на кулон электрического заряда, вызванного ионизацией килограмма воздуха (Кл/кг). Однако в практике чаще пользуются внесистемной единицей экспозиционной дозы - рентген. Рентген - это такое количество гамма-излучения, которое при температуре 0 С и давлении 760 мм рт. ст. создает в 1 см куб. сухого воздуха 2 млрд. 83 млн. пар ионов (при этом на ионизацию 1 г воздуха потребляется 87,65 эрг энергии). Обозначается рентген буквой Р.

Степень поражения различных веществ радиоактивными излучениями определяется величиной поглощенной этими веществами энергии этих излучений, приходящейся на единицу массы вещества. Поэтому для расчета степени поражения веществ (живой материи) используется величина поглощенной дозы облучения. За единицу поглощенной дозы облучения в системе СИ принят грей (Гр).

Грей - это такая доза поглощенного излучения любого вида, которая определяется поглощенной энергией в 1 джоуль облучаемой массой в 1 кг (Дж/кг).

Широкое применение на практике получила внесистемная единица поглощенной дозы - рад (первые буквы полного названия дозы - радиационная абсорбированная доза). Рад - это такая поглощенная доза любого радиоактивного излучения, которая соответствует поглощенной энергии 100 эрг массой вещества 1 г. 1 грей равен 100 рад.Энергетическое соотношение единицы измерения поглощенной дозы для воздуха - рад и экспозиционной дозы - рентген - выражается так:

рад / рентген = 100 / 87.65 = 1,14

Таким образом, для воздуха 1 рад = 1,14 Р

(для биологических тканей 1 рад = 1,05 Р).

Такое незначительное расхождение в единицах измерения экспозиционной и поглощенной дозы практически теряет свое значение.

Для учета поражающего биологического значения радиоактивных излучений на организм человека принято понятие эквивалентной дозы. В качестве внесистемной единицы эквивалентной дозы принят бэр (биологический эквивалент рада).

Бэр - это такая поглощенная доза любого излучения, которая вызывает одинаковый биологический эффект как и 1 рад гамма-излучения. Численно эквивалентная доза Dэкв равна поглощенной дозе D, умноженной на коэффициент качества излучения k; Dэкв = Dk , бэр.

Коэффициент качества излучения показывает, во сколько раз эффективность биологического воздействия данного вида излучения больше воздействия гамма-излучения при одинаковой поглощенной дозе в тканях. При хроническом облучении всего тела коэффициент качества для рентгеновского, бета- и гамма-излучения равен 1.

1. 2 Основные параметры радиоактивного излучения .

- Доза излучения

-Мощность дозы излучения ( уровень радиации )

-Степень загрязнения поверхности

-Плотность радиоактивного заражения местности.

1.3 Характеристика различных видов дозы излучения

Разные виды излучения затрачивают различное количество энергии при излучении одной и той же массы материала. Поэтому для обеспечения возможности измерения энергии различных излучений принята экспозиционная доза излучения ( Дэксп).

Для измерения экспозиционной дозы в практике чаще пользуются внесистемной единицей 1 рентген. Рентген характеризует количественную сторону ионизации, основанную на величине: 1р = 2,8*10-9 пар ионов/ см3.

Степень поражения различных веществ радиоактивными излучениями определяется величиной поглощенной энергии этих излучений, приходящейся на единицу массы облучаемого вещества. Поэтому для расчета степени поражения различными веществами излучается величина поглощенной дозы излучения ( Д погл ). Широкое применение на практике получила единица поглощенной дозы - рад. Рад - поглощенная доза радиоактивного излучения, которая соответствует поглощенной энергии 100 эрг. Массой вещества 100 гр. Для учета поражающего биологического воздействия радиоактивных излучений на организм человека принято понятие эквивалентной дозы

( Д экв ). В качестве внесистемной единицы эквивалентной дозы применяется бэр. Бэр - это такая поглощенная доза любого излучения, которая вызывает одинаковый биологический эффект, как и 1 рад гамма-излучения. Численно

Д экв = Д погл К изл ,

где К изл - коэффициент излучения.

Единицы измерения параметров РЗ .

Таблица 1

2 . Определение ожидаемой дозы излучения и выбор мер защиты рабочих и служащих

Выбор мер защиты рабочих и служащих производится на основании ожидаемых доз излучения за первые 10 суток и за первый год после аварии.

Дt = Д 1 * Кt ,

где Д 1 - мощность дозы излучения на 1 час после формирования или прихода облака;

Д t - мощность дозы излучения на время t час после формирования или прихода облака.

К t - коэффициент для пересчета Д на различное время после аварии.

t н = L / V,

где L - удаление станции «К» от АС и V - скорость среднего ветра.

t н - время начала облучения

t н = 38 / 38 = 1 (ч)

. .

Д₁ = Д / К = 0,29 / 0,28 = 1,04 (рад/ч)

. .

Д 2 = Д1 * К2 = 1,04 * 0,81 = 0,84 (рад/ч)

.

Дср - средняя мощность дозы излучения

. .

. Днач + Дкон

Дср = 2

Расчет кривых спада мощности дозы излучения .

Таблица 2

График спада мощности дозы облучения

Расчет накапливаемых доз излучения.

Расчетный период за 10 суток. Таблица 3

График накапливаемой дозы.

Расчетный период за 1 год

2.1 Определение ожидаемых доз излучения .

Ожидаемая доза излучения за 10 суток и за 1 год будет меньше итоговых значений табл. 3. Так как человек в течение суток соблюдает обычный режим и находиться не только на открытой местности, но, главным образом, в производственных и жилых зданиях. Поэтому ожидаемая доза излучения при обычном режиме жизни определяется как частное от деления накапливаемой дозы на открытой местности на коэффициент защищенности обычного режима ( С ). Величина этого коэффициента во многом зависит от технологии работы рассматриваемого предприятия. При прочих разных условиях С будет тем меньше, чем больше времени люди работают на открытой местности. Для производственного персонала, работающего, большую часть времени в товарной конторе С=5.

Ожидаемая доза излучения за 10 суток:

57,79/ 5 = 11,56 (рад)

317,92 / 5 = 63,58 (рад)

С учетом ожидаемой дозы излучения выбираем меры защиты рабочих и служащих, используя приложение 4. Сравнивая ожидаемые дозы излучения, рассчитанные в радах, с дозами из приложения 4, которые приведены в бэрах, принимаем, что их численные значения равны. Это равенство обусловлено тем, что основная масса радиоактивных нуклидов, выброшенных из разрушенного реактора, гамма- и бета- частицы активны и для этих двух видов ионизирующих излучений коэффициент излучения равен 1.

2 . 2 . Меры защиты рабочих и служащих .

Ранняя фаза

1. Оповещение об аварии на АЭС и угрозе радиоактивного заражения людей.

2. Укрытие людей.

3. Йодная профилактика (может быть отсрочена).

4. Использование средств индивидуальной защиты на открытой местности.

5. Эвакуация (может быть отсрочена).

Средняя фаза

1. Переселение или эвакуация.

2. Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды.

3. Дезактивация.

3. Определение режимов радиационной защиты.

РРЗ определяются на каждые сутки ранней фазы и один общий режим на всю продолжительность средней фазы.

Разработка вариантов РРЗ.

Таблица 4

Степень защищенности людей при соблюдении установленного на сутки РРЗ характеризуется коэффициентом защищенности С, который показывает, во сколько раз доза облучения, получаемая людьми при данном режиме В, меньше дозы, которую они бы получили за то же время при нахождении на открытой местности.

,

где t - время пребывания на открытой местности (ч),

ti - время пребывания в зданиях (ч),

ki - коэффициент ослабления дозы радиации зданиями

Расчет С приведен в таблице 4.

3.1 Определение коэффициента безопасной защищенности.

Режим радиационной защиты, обеспечивающий норму излучения в пределах установленной дозы, называется безопасным режимом. Он характеризуется коэффициентом безопасной защищенности Сб, показывающим, во сколько раз должна быть уменьшена доза радиации, чтобы не было превышения нормы.

где Д - доза радиации, накапливаемая на открытой местности за сутки, Р .

Дуст - установленная за те же сутки доза облучения, Р .

Выбор режимов радиационной защиты производится путем сравнения коэффициента защищенности выбираемого режима с коэффициентом безопасной защищенности на данные сутки, исходя из соблюдения условия С>=Сб. Расчетные значения С приведены в таблице 5 .

Таблица 5

Вывод: рабочие и служащие товарной конторы будут работать следующим образом:

1-е сутки: эвакуация,

2-е сутки: режим №1,

3-и сутки: режим №6,

4-е сутки: режим №6,

5-е сутки: режим №6,

6-е сутки: режим №7,

7-е сутки: режим №7,

8-е сутки: режим №7,

9-е сутки: режим №7,

10-е сутки: режим №7.

3 .2. Ориентировочная оценка производственных потерь.

Влияние выбранных РРЗ на производственный процесс заключается в сокращении продолжительности рабочих смен, в снижении производительности труда, в переходе на вахтовый метод работы и т. д.

Ориентировочная оценка производственных потерь (ПрП), вызванных сокращением продолжительности рабочих смен, производится по формуле:

,

где t об - продолжительность рабочей смены, ч (примем tоб=8ч).

ПрП 3сут =100-5/8*100 = 37,5 (%)

ПрП 4-10сут = 100-8/8*100=0 (%)

4 . Принятие решения на дезактивацию

4.1. Общие сведения о дезактивации.

Дезактивация - удаление радиоактивных веществ с зараженных объектов до допустимых норм зараженности, исключающих поражение людей. Это достигается за счет механического удаления.

Способы дезактивации, технические средства, применяемые для дезактивации, расход воды приведены в таблице 6

Таблица 6

4.2. Объекты, подлежащие дезактивации и ориентировочные объемы работ.

Дезактивации подлежит товарная контора. Объем дезактивации определяется по приложению 5.

Наружные поверхности здания товарной конторы:

Длина - 30 м.

Ширина - 15 м.

Высота - 4 м.

S дез - объем.

S дез = 30*4*2+15*30+4*15*2 = 810 м2

Заражение внутренней поверхности помещения зависит от объема выполненных работ по герметизации помещений, что определяется величиной промежутка времени от момента аварии и оповещения объекта до прихода радиоактивного облака к объекту (tподх)

При tподх = 2 ч дезактивации подлежит 200 % наружной площади здания, то есть 1620 м2.

4 .3. Определение продолжительности работ по дезактивации

Определение продолжительности работ по дезактивации каждого объекта определяется исходя из объемов работ и производительности используемой техники. При определении времени дезактивации внутренних поверхностей помещений и расположенного в них оборудования следует учесть , что их обработка будет производиться силами персонала, работающего в этих помещениях.

Продолжительность работ по дезактивации определяется по формуле:

,

где S дез - общая площадь внутренних помещений, подлежащих обработке, м2

S ч - площадь, обрабатываемая одним человеком в течение одного часа, м2. Принимаем обработку с помощью пылесосов: Sч = 40 м2;

n - количество людей, работающих на дезактивации. Примем n = 15% численности рабочей смены (9 человек от смены в 60 человек).

Результаты расчетов приведены в таблице 7 .

Таблица 7

Меры защиты рабочих и служащих.

Ранняя фаза

1. Оповещение об аварии на АЭС и угрозе радиоактивного заражения людей.

2. Укрытие людей.

3. Йодная профилактика (может быть отсрочена).

4. Использование средств индивидуальной защиты на открытой местности.

5. Эвакуация (может быть отсрочена).

Средняя фаза

1. Переселение или эвакуация.

2. Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды.

3. Дезактивация.

Ориентировочная оценка производственных потерь, вызванных сокращением продолжи -

тельности работы смены: при 8-ми часовой смене - 16,25 %. Дезактивации подлежит здание товарной конторы. Начало дезактивации проводится на четвертые сутки после аварии на АС.

Список литературы:

1. « Гражданская оборона на железнодорожном транспорте» Учебник для ВУЗов ж. Д. Трансп. И.И Юрпольский, Г.Т. Ильин и др.; Под ред. И.И. Юрпольского. - М.; Транспорт, 1987. - с. 272.

2. « Организация работы объекта ж. д. транспорта в условиях радиоактивного заражения при аварии на АЗС». Мет. Ук, И. И. Ильин. СПб.: ЛИИЖТ, 1992. - с. 20.